核电站控制棒驱动机构驱动杆组件锁紧销安装质量管理案例分析与回顾

控制棒驱动机构是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备之一。国内某核电项目控制棒驱动机构的制造过程中出现驱动杆组件锁紧销安装后未按设计要求进行铆操作,不满足设计规格书要求;通过调研不同堆型与同类设备制造厂,并对该事件进行分析与回顾进行反思与经验反馈,得出培育良好核安全文化的重要性。漏锁紧操作事件反映出事件相关方量保证体系的不足,事件相关方在提高设备国产化水平同时应加强质量管理和过程控制,推动我国核电的平稳发展。     

防断组件及其支承柱高周疲劳分析

反应堆堆内构件是反应堆冷却剂系统中的重要设备,其设计结构要求在全寿期内保持高度可靠性。在国内外核电厂运行过程中,曾发生堆内构件因流致振动而出现故障和损坏事件,直接影响了反应堆的安全运行和经济效益。本文以堆内构件防断组件及其支承柱(SCSS)为研究对象,研究其在流致振动载荷和泵致振动载荷下的动态响应,并对结构进行谱分析和谐响应分析。最后根据ASME锅炉及压力容器规范对防断组件及其支承柱各部件进行高周疲劳评定,计算结果表明各部件交变应力强度满足规范限值的要求。     

国内核电厂堆外核测系统相关运行事件分析

按照堆外核测系统的设计、制造、运行过程,统计分析我国核电机组堆外核测系统相关运行事件;根据设备故障、程序缺陷、设计缺陷、人因失误和环境失控的分类原则,对上述事件的发生原因进行分类统计;从直接原因和根本原因两个方面总结和归纳每起事件研究堆外核测系统的薄弱环节;总结处理类似事件的原则和经验,提出有针对性的防范措施和相应的防护对策,避免类似事件的重复发生。     

核安全1级阀门典型违规事件分析

某制造厂在核级阀门返厂维修过程中出现核1级阀门锻件违规补焊事件,之后又在核级阀门制造过程中出现无损检验违规事件,两起事件造成核级阀门出现了质量隐患。该违规事件反映出制造厂质量保证体系运转存在严重问题,工程公司和业主监造不力。事件相关方应加强质量管理和过程控制,消除质量隐患,做好经验反馈,确保核设备质量。     

压水堆核电厂堆内构件制造的质量监督

分析了堆内构件制造工艺中的重点和难点,就如何进行堆内构件制造的质量控制与监督进行了探讨.特别对堆内构件中重要部件的制造过程和堆内构件装配过程中质最控制的重点、难点进行了详细的阐述,给出了堆内构件制造驻厂监造中的主要关注点,同时也给出制造过程质量监督中其他还需要注意的要点,如文件控制、人员控制.     

压水堆核电厂堆内构件安装加工件控制

对压水堆核电厂反应堆关键设备的堆内构件安装过程的加工件控制所存在的问题进行深入分析,提出堆内构件安装加工件的测量、加工、检查等控制环节的关键要求,归纳总结了堆内构件安装加工件的控制要素,结合笔者的施工经验,分析堆内构件安装加工件的控制关键点,提出了堆内构件安装加工件质量控制和风险防范的措施,对堆内构件安装加工件控制具有指导意义。     

华龙一号核岛主设备复杂路径转运设备技术研究

基于对华龙一号堆型的土建布置和专用转运设备结构设计要求的分析,对核岛主设备转运技术进行研究,设计了核岛主设备转运设备,对其总体结构及主要构件进行分析,形成了华龙一号核岛主设备复杂路径转运技术。该技术能够满足华龙一号堆型的主设备转运的各项指标和要求,且具有自主知识产权,解决了我国第三代核电的自主研収过程中主设备转运安装等亟待解决的重大问题。     

二代加核电堆内构件实堆辐照监督结构研究

核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及具体的机组,由于其运行使用也不尽相同,对于具体机组的辐照老化分析,还需考虑其具体的功率运行史,因此,为了较为准确地了解辐照老化对堆内构件使用的影响,本文提出了堆内构件实堆辐照监督结构方案。     

100 MeV Cyclotron LLRF Control Design and Details for RF Circuit

CEFR堆容器及堆内构件是一体化的池式结构。反应堆容器为双层结构，包括主容器和保护容器，堆容器直径约8m，高12．6m。一回路全部主要设备及部分二回路设备置于其中，结构紧凑而复杂。堆容器及部分堆内构件因体积庞大无法整体运至安装现场，因此，按照可运输的尺寸条件分成多个部分在工厂加工制造后运至现场。     

堆内构件在役维修技术研究

堆内构件在役维修技术是核反应堆堆内构件现场检维修的关键技术之一,在核电设备运行维护领域占有极其重要的位置。国内外核电发展历史中堆内构件相关故障曾时有发生,为保障核电站安全稳定运行,通过对水下电火花成形、螺纹紧固与防松、三维激光和水下测量、水下加工装备输送及定位、水下吸尘、水下焊接、水下浮游、模拟试验及台架等八个方面展开深入研究,最终形成堆内构件在役维修的自主化解决方案与技术手段。经由已建成的维修操作样机及工具进行的一系列试验验证,全面论证了其水下维修的可行性和应用能力,同时该技术亦可推广适用于其它辐射环境中设备的特种维修。     

主管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则的标准对比

主管道是核电厂反应堆冷却剂系统的主动脉。某制造厂在主管道预制资质取证模拟件制作过程中出现环焊缝横向拉伸试验结果不满足RCC-M标准规范要求,通过对比不同标准规范下的管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则,得出从严要求的监管原则。从而得出核电标准与规范的编制是核电国产化的关键,是核电发展实现系列化、标准化和规范化的基础,我国核电建设亟需建立一套适应国情的、统一完整的压水堆核电厂标准体系。     

核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接

以秦山核电二期工程为例,论述了核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接技术及质量控制要点,并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序、安装技术要求、焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述,对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接及质量控制具有借鉴作用。     

Coordination control and simulation for small nuclear power plant

Compared with nuclear electric factory, marine nuclear power plant has some particular features including smaller size, faster response, and stronger load following capacity etc. This paper focuses on marine nuclear power plant. Based on static mathematical models of some important parts such as reactor core, steam generator etc., a coordination control system is designed to implement its rapid following and response when power changes. According to the Matlab/Simulink simulation, this new scheme improves fast response capacity of the control system, which contributes to the practical system design.     

CPR1000核电厂反应堆功率标定系统设计及验证

简要介绍CPR1000核电厂反应堆功率标定系统的运算原理、系统结构、验证过程及结果。采用IAPWS-IF97水和蒸汽物性模型、焓差-热功率原理计算核电厂核蒸汽供应系统热功率与反应堆核功率。该套系统于岭澳核电站3号机组调试启动中成功完成了反应堆功率测量系统、控制系统的实态标定。实际应用表明功率标定系统能够可靠地完成CPR1000核电厂堆芯功率标定。     

核电厂松脱事件报警及应急响应研究

通过对松脱部件事件报警逻辑及国内外松脱部件监测法规和标准中关于松脱事件报警及应急响应的研究,结合国内某核电厂热试期间发生的松脱事件报警及报警事后应急响应,详细分析了该核电厂松脱事件过程。松脱事件报警分为绝对阈值和相对阈值报警,本文提出在系统报警逻辑中增加了计数因子和通道复核来提高报警准确率;GB/T 11807、IEC 60988和ASME均要求事件报警后采取措施确定报警是否是松脱部件所致,以及松脱部件对反应堆一回路系统产生的潜在危害进行评估;RG 1.133则要求确认松脱事件报警后应上报核管理委员会,GB/T 11807和IEC 60988则根据具体运行电厂确定,对于是否上报未做明确规定。基于国内某核电厂出现松脱事件报警及其应急响应,建议建立适合于国内核电厂松脱事件报警及应急响应机制,对于运行中出现的松脱事件及时确认,并对设备部件可能造成的损失情况进行及时评估,并对是否上报及采取何种措施做出进一步的规定。      

田湾核电站失去厂外电源事故处理

考虑到核电站在安全方面的重要性,在核电站的厂用负荷电源的设计中,通常设计为多电源的冗余配置,以保证在事故工况下维持核反应堆的安全和放射性的包容。因此,在田湾核电站的设计中,厂外电源就包括了从500kV侧引入的主电源和从220kV侧引入的备用电源。如果两路外电源同时失去的情况下,将只能依靠电站本身的安全系统柴油机来维持反应堆堆芯的安全,将对机组的安全系数产生较大的影响。针对2009年10月31日田湾核电站1号机组满功率情况下发生的同时失去所有厂外电源的事故隋况,阐述运行人员应如何应对和处理这种事故,以达到反应堆安全停堆的效果;并针对实际过程中发生的异常,探讨系统改进及操作方面的优化。     

Application of advanced core process monitoring procedures in German power reactors

The nuclear reactor core design and the nuclear fuel management have been changed remarkable during the last few years. This development was initiated by increasing costs for the fuel recycling and nuclear waste storage. The fuel material, the fuel pellet fabrication, the fuel assembly structure and the core composition have been varied to get an effective fuel exploitation. Based on advanced core process conditions the reactor power and the fuel burn-up have been increased at German plants in recent years. Improved dynamic process monitoring procedures are required to get more information about the varied core process behaviour during the reactor operation. Since several years ISTec has been performed investigations to the process monitoring based on process signal measurements in German nuclear power plants. Using the standard instrumentation of the plants process signals have been measured and analysed by means of the digital data acquisition system SIGMA. The measured time signals are influenced by core process transients, global and local process fluctuations and by signal line transfer functions. Advanced time series analysis methods have been applied to separate different process effects in the multiple signal matrix. The separation of different process influences can improve significantly the information about the process condition in the reactor core.     

安全经济高效的先进能源

具有第四代安全经济特性的核电应该是人们期待的先进的清洁低碳能源。高温气冷堆是当今研发的第四代核电堆型之一,但现有的设计还存在需要排除的严重的安全隐患。堆芯不熔化,不等于说不会有严重事故发生。需要吸取国外球床高温堆和柱状高温堆两种实验堆型运行的经验教训、扩展安全观念和应对安全低概率事件,确保反应堆不出现后果极其严重的放射性释放事故。当热电转换系统采用与燃气蒸汽联合循环耦合应用的技术以后,会发挥高温堆所长,更大地提升转换效率,形成一种高安全低投资和高效率的双燃料清洁能源,可用于大堆或小堆的应用环境,可满足电力系统基本负荷和调锋负荷的需要。在工程设计上采取一系列改进和创新措施,包括釆用规则床模块化及地下反应堆设计以后,可在提高反应堆核心部位安全防卫能力的同时,防范低概率事件,成为一种新的安全经济高效的先进能源。     

堆芯热电偶密封结构失效机理分析

核电厂堆芯热电偶密封结构属于主系统的压力边界,其可靠性对于核电厂主系统的严密性和安全性具有重要意义.文章以秦山核电站的堆芯热电偶密封结构为例,对目前国内压水堆核电厂堆芯热电偶密封结构中应用广泛的CONOSEAL和GRAYLOC的组合密封结构进行分析,对各种密封失效事件进行分析,并提出相应的改进措施.